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報告書

アジア原子力安全ネットワーク緊急時対応関連グループ提案に基づく2006年-2017年国際原子力機関アジア地域ワークショップの概要

奥野 浩; 山本 一也

JAEA-Review 2020-066, 32 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-066.pdf:3.01MB

国際原子力機関(International Atomic Energy Agency、略称: IAEA)は、アジア原子力安全ネットワーク(Asian Nuclear Safety Network、略称: ANSN)の活動を2002年から実施している。その一環としてANSNの下に原子力あるいは放射線災害を対象とする平時の備えと緊急時への対応に関するグループ(Topical Group on Emergency Preparedness and Response、略称: EPRTG)を2006年に設立した。EPRTGの提案に基づきIAEAは2006年から2017年までの12年間に23件のアジア地域ワークショップを実施した。緊急時対応に関するテーマ分野には、原子力防災訓練,緊急時医療,原子力・放射線緊急事態後の長期的対応,国際協力,国の原子力防災体制整備などがあった。日本原子力研究開発機構は、RPRTG設立当初からコーディネータを輩出し、その活動を主導してきた。本報告書は、EPRTGの提案に基づきIAEAが2017年までに実施したアジア地域ワークショップの概要をまとめたものである。

論文

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会の活動報告

齋藤 龍郎; 小林 愼一*; 財津 知久*; 下 道國*; 麓 弘道*

保健物理(インターネット), 55(2), p.86 - 91, 2020/06

ウラン廃棄物およびウランを含む鉱さい等廃棄物処分安全の考え方は、まだ完全には確立されていない。その理由は、子孫核種の放射能が蓄積し、数十万年以後に線量のピークが生じるウラン安全性評価の不確実性と、遠い将来発生するラドンによる被ばくである。我々「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会」は、ウラン含有廃棄物と鉱さい等廃棄物に含まれる核種、U-235, U-238とその子孫の処分に関する安全事例を研究し、ICRPやIAEAなどの国際機関の考え方と比較しながら、処分の現状を総括的に議論し、不確実性及びラドン被ばくの取り組むべき重要な問題を提言した。

報告書

瑞浪超深地層研究所における坑道一部埋め戻し試験の計画策定

戸栗 智仁*; 矢萩 良二*; 沖原 光信*; 竹内 伸光*; 黒崎 ひろみ*; 松井 裕哉

JAEA-Technology 2018-017, 161 Pages, 2019/03

JAEA-Technology-2018-017.pdf:28.26MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画」(平成27年4月1日$$sim$$平成34年3月31日)に基づき、三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)についての調査研究を進めている。本報告書は、これらの必須の課題のうち、坑道埋め戻し技術の開発として計画していた瑞浪超深地層研究所研究坑道を利用した坑道一部埋め戻し試験の全体計画等を策定した結果を述べたものである。

論文

Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 140, p.209 - 214, 2018/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:47.73(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the $$^{125}$$I production could be maximized and the $$^{126}$$I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of $$^{125}$$I production.

論文

User interface of atmospheric dispersion simulations for nuclear emergency countermeasures

Hamuza, E.-A.; 永井 晴康; 相楽 洋*

Energy Procedia, 131, p.279 - 284, 2017/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.55

本研究では、WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションを原子力発電所から放射性核種が放出された際の緊急時対応の検討に活用する方法を提案する。WSPEEDIは原子力緊急時対応に不可欠な環境中核種分布や気象パターンなどの情報を計算し出力することができることから、その出力を用いて放射性核種の拡散に対して避難計画を策定するために有効な情報を作成し示すことを目指す。まず、ある原子力施設について1年間のWSPEEDI拡散計算を実行し、出力をまとめてデータベースを作成する。次に、データベースを用いた解析から、WSPEEDIの出力データをユーザーが容易に理解できるような拡散状況の特徴を示す数値情報に変換し、原子力緊急時対応に有効な情報として整理する。

論文

Global continuous optimization with error bound and fast convergence

川口 賢司*; 丸山 結; Zheng, X.

Journal of Artificial Intelligence Research, 56, p.153 - 195, 2016/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:56.27(Computer Science, Artificial Intelligence)

This paper considers global optimization with a black-box unknown objective function that can be non-convex and partly non-smooth. Such a difficult optimization problem arises in many real-world applications, such as parameter tuning in machine learning, engineering design problem, and planning with a complex physics simulator. This paper proposes a new global optimization algorithm, called Locally Oriented Global Optimization (LOGO), to achieve both fast convergence in practice and finite-time error bound in theory. The advantage and usage of the new algorithm are illustrated via theoretical analysis and an experiment conducted with 10 bench-mark test functions. Further, we modify the LOGO algorithm to specifically solve a planning problem with continuous state/action space and long time horizon while maintaining its finite-time error bound. We apply the proposed planning method to severe accident management of a nuclear power plant. The result of the application study demonstrates the practical utility of our method.

論文

Improvement of dose calculation accuracy for BNCT dosimetry by the multi-voxel method in JCDS

熊田 博明; 山本 和喜; 山本 哲哉*; 中井 啓*; 中川 義信*; 影治 照喜*; 松村 明*

Applied Radiation and Isotopes, 61(5), p.1045 - 1050, 2004/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:60.08(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

JRR-4で実施されているBNCTにおいて、各患者に付与される吸収線量を評価するために、原研ではJCDSを開発した。従来のJCDSでの線量計算方法は、頭部モデルを10$$times$$10$$times$$10mmメッシュに分割したモデル(ボクセルモデル)を作成して計算を実行する。このJCDSの線量計算精度を向上させるために、頭部モデルを5, 10, 20mmの数種類のボクセルを組合せたボクセルモデルを作成して計算を実行できるマルチボクセル手法を開発した。この計算精度を検証するため、ファントム実験値等との比較を行った。この検証結果によって、JCDSのマルチボクセル手法によって効率的に線量計算精度を向上させることができることを確認した。

報告書

ホウ素中性子捕捉療法のためのBNCT線量評価システム(JCDS)の開発(協力研究)

熊田 博明; 山本 和喜; 鳥居 義也; 松村 明*; 山本 哲哉*; 能勢 忠男*; 中川 義信*; 影治 照喜*; 内山 順三

JAERI-Tech 2003-002, 49 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-002.pdf:5.22MB

JRR-4に整備した中性子ビーム設備によって、熱外中性子ビームを用いたホウ素中性子捕捉療法(BNCT)を実施することが可能となった。熱外中性子ビームBNCTの実施に必要な治療計画を作成するためには、患者への吸収線量を事前に評価することが不可欠である。患者頭部内の線量分布を数値シミュレーションによって評価し、治療計画作成を支援するBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行った。JCDSは、医療画像であるCT,MRIデータをもとに患者の頭部モデルを作成し、頭部内の中性子及び$$gamma$$線の線束分布をモンテカルロ・コードMCNPで計算するための入力データを自動作成して線量計算を行い、この計算結果を医療画像上に表示させることのできるソフトウェアである。JCDSの特徴として、(1)CTデータとMRIデータの両方を取り扱うことにより、患者の正確な頭部モデルを簡便に作成する機能,(2)日本で実施されている開頭手術を伴ったBNCTに対応し、頭部モデルの形状を編集する機能,(3)計算によって導かれた照射位置に患者を正確にセッティングするための情報を出力する機能などを有している。本報告は、JCDSの基本設計と各処理機能、及びJCDSの計算性能を検証した結果について記述したものである。

報告書

頭部モデルファントムの製作及びその脳表面熱中性子束分布測定(協力研究)

山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 遠藤 聖*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 内山 順三; 能勢 忠男*

JAERI-Tech 2002-092, 23 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-092.pdf:5.22MB

現在の医療照射では金線によって熱中性子束を測定し線量を決定しているため、測定ポイントに限りがあり、照射後に任意の場所の線量評価を行うことができない。これらを補うために線量評価システム等による計算シミュレーションによって線量評価が行われている。本研究では実験による線量評価方法として、人の頭部に忠実な実体ファントムの製作、及び、実際の医療照射時のデータに基づいた照射実験を実施した。実験による線量評価手法の確立には人の頭部に忠実な実体ファントムの製作が重要であり、その製作には光造形技術(Rapid Prototyping Technique)を用いた。さらに、医療照射時の照射条件を模擬して、評価上重要である脳表面の熱中性子束分布を実体ファントムを用いて詳細に測定を行った。この実体ファントムによる実験的詳細評価手法は臨床照射条件にかなり近くすることができ、内部線量の直接測定はもちろんのこと、ファントムに細胞を入れることにより生物学的効果の測定にも利用できる。

報告書

ホウ素中性子捕捉療法の治療計画の作成を支援する線量評価システム; JCDSユーザーズマニュアル

熊田 博明; 鳥居 義也

JAERI-Data/Code 2002-018, 158 Pages, 2002/09

JAERI-Data-Code-2002-018.pdf:30.28MB

熱外中性子ビームを使ったホウ素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)は、脳内の深部にある悪性脳腫瘍の治療に効果があると期待されている。この熱外中性子を用いたBNCTを実施するためには、患者への照射線量を事前に評価することが不可欠である。これを踏まえ、頭部内の線量分布を計算によって求めるBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行った。JCDSは、医療画像であるCT,MRIデータを基に患者の頭部モデルを作成し、頭部内の中性子及び$$gamma$$線の線束分布をモンテカルロ・コード:MCNPで計算するための入力データを自動作成して線量計算を行うソフトウェアである。さらにMCNPで計算した結果を再び読込み、線量分布を表示させるものである。JCDSの特徴として、(1)CTデータとMRIデータの両方を取り扱うことにより、患者の正確な頭部モデルを簡便に作成する機能,(2)日本で実施されている開頭手術を伴ったBNCTに対応し、頭部モデルの形状を編集する機能,(3)計算によって導かれた照射位置に患者を正確にセッティングするための情報を出力する機能などを有している。本報告書は、JCDS(Ver.1.0)の基本設計と線量評価手順,操作方法と各処理のデータ構造,ライブライリー構造等について記述したものである。

論文

Verification of the JAERI computational dosimetry system for neutron capture therapy

熊田 博明; 松村 明*; 中川 義信*; 山本 哲哉*; 山本 和喜; 鳥居 義也

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.529 - 534, 2002/09

現在原研では、より正確な線量評価をともなったホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の実施を支援するため、患者頭部内の照射線量を計算によって評価するBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行っている。JCDSは患者の医療画像データを基に患者頭部の3次元モデルを作成し、モンテカルロコード:MCNP-4Cによって線量計算を行うものである。また、JCDSは照射線量を計算するだけでなく、患者を照射位置に正確かつ迅速にセッティングを行う「患者セッティングシステム」と連携し、患者の照射位置へのセッティングを支援する機能も有している。線量評価システムは初期バージョンが完成し、現在システムの検証を行っている。このJCDSの計算性能とBNCTへの適用性,有用性について報告を行う。

論文

Comparison of dosimetry by the realistic patient head phantom and by the patient's brain, and the JCDS calculation; A Clinical dosimetry study

遠藤 聖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 樫村 隆則*; 大竹 真一*

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.425 - 430, 2002/09

光造形技術を用いて、患者頭部の造形モデルとして写実的なファントムを製作した。この実体ファントムは将来的に線量計画システムの検証に寄与するものである。しかし、外科手術後の脳及び熱中性子遮へい材のモデル化に含まれる困難性のため、線量評価システム(JCDS:JAERI Computational Dosimetry System)を用いた計算,実体ファントム及びin vivo測定(医療照射)との間では十分な一致が見られなかった。幾つか課題があるものの、実体ファントムを用いた実験的シミュレーション技術は、術中BNCTに対してより確実な線量計画のための有効なツールである。

論文

Comparison of patient brain dose measurements and the JCDS calculation

山本 哲哉*; 松村 明*; 山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也; 遠藤 聖*; 松下 明*; 柴田 靖*; 能勢 忠男*

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.415 - 418, 2002/09

術中ホウ素中性子捕捉療法での患者脳内の線量の測定値を原研で開発している線量評価システム(JCDS)による計算結果との比較を行った。測定値での脳表面の最大熱中性子束は、平均2.33$$pm$$0.37$$times$$10$$^{9}$$(cm$$^{-2}$$s$$^{-1}$$)であり、血中ホウ素線量は平均11.4$$pm$$1.2(Gy)であった。これに対してJCDSの計算結果は、それぞれ2.21$$pm$$0.33$$times$$10$$^{9}$$(cm$$^{-2}$$s$$^{-1}$$),5.7(3.5-7.8)(Gy)であった。これらの検証結果を踏まえ、IO-BNCTでの線量評価に対して、術後の体積線量をコントロールするためにJCDSを試験的に適用することが望まれる。BNCTから得られた測定結果との比較によるJCDSの検証について報告を行う。

論文

熱外中性子を用いた中性子捕捉療法のための基礎的・臨床的研究

能勢 忠男*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 柴田 靖*; 吉田 文代*; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 松下 明*; 中井 啓*; 山田 隆*; et al.

UTRCN-G-29, p.114 - 123, 2001/00

JRR-4は熱中性子ビーム(Thermal beam mode II; TNB-II)、熱及び熱外中性子の混合ビーム(Thermal beam mode I; TNB-I)並びに熱外中性子ビーム(Epithermal beam mode;ENB)を供給できるような新しく開発された研究用原子炉である。本報告はJRR-4のそれぞれのビームに対する基礎的放射線生物学的研究と熱及び熱外中性子の混合ビームを用いた術中ホウ素中性子捕捉療法のPhaseI/II Studyについて報告する。生物学的基礎研究において、ENBでは速中性子線量を減衰させながら、深部に熱中性子を補えることが細胞生存率曲線から明かとなった。また、2000年5月までに5名の患者に対してTNB-Iを用いた術中BNCTを実施した。外部照射と比較して、術中BNCTは皮膚反射とボイド効果のために高い治癒線量を与えることができる。

論文

A Practical computational technique for mobile robot navigation

佐々木 忍

Proc. of 1998 IEEE Int. Conf. on Control Applications (CD-ROM), p.1323 - 1327, 1998/00

本報は、移動ロボットの運動計画問題について論じる。障害物や目標点を含む環境と移動体とをある種の関数関係で定義し、反発・誘引に類した計算を行う人工ポテンシャル法には固有の欠陥が伴うことから、考察環境に対する熱伝導の楕円型境界値問題を解き、その温度場のマップを用いて目標点まで逐次探索により最適な経路を見出す計画法が基本的なストラテジーとなる。探索途中でデッドロックに陥り易い従来の弱点が完全に克服され、障害物を回避しながら目標位置に誘導する最短経路が首尾よく生成されることがシミュレーションにより明らかとなった。

論文

A Path towards the 1kW or higher FEL light output at the JAERI superconducting rf linac based FEL

西森 信行; 峰原 英介; 沢村 勝; 永井 良治; 菊澤 信宏; 杉本 昌義; 山内 俊彦

Proceedings of the 20th International Free Electron Laser Conference, p.II23 - II24, 1998/00

最近、原研超伝導リニアック駆動自由電子レーザーは0.1kW以上の光出力を作り出すことに成功した。われわれの計画目標は平均で1kW級以上の光出力であるので、会議では、それぞれ長期的及び短期的な計画として戦略的、戦術的な目標達成への道筋を議論する。基本の道筋は、高次高調波に不可欠な高出力化を目指すとともに、既存のレーザーで発振できない波長領域での発振技術の開発と利用研究の展開である。また議論される目標は以下の内容である。(1)短期的目標: 高出力遠赤外FELの動作特性の評価、最適化及び1kW級出力達成。高次高調波発生技術の研究:多次高調波の高効率化。エネルギー回収技術:さらに2桁の高出力化と放射線量低減。テラヘルツ領域での光源開発、利用研究(テラヘルツサイエンス)。超伝導リニアックの高品質電子ビームを利用した$$gamma$$線発生研究。(2)長期的目標: 基本波の短波長化と高出力化に必要な超伝導リニアックの開発。超伝導リニアック可視、近赤外FELの開発。エネルギー回収技術による発生放射線量の低減と高出力化。波長可変の高次高調波VUV~軟X線源の開発とその利用研究。

論文

Radiological emergency preparedness in Japan

山本 英明

Proc. of IAEA/KINS Nuclear Safety Symp., 0, p.26 - 31, 1996/00

我が国の原子力防災については、災害対策基本法に基づき、国、地方公共団体等において防災計画を定める等の措置がなされている。TMI事故を踏まえて、原子力安全委員会は、昭和54年に原子力発電所等周辺防災対策専門部会を設置し、防災対策の充実・強化のための検討を行うとともに、緊急技術助言組織を設置した。昭和55年には「原子力発電所等周辺の防災対策について」(いわゆる防災指針)が策定され、防災対策の重点施行範囲等についての指針が定められた。

論文

Tritium Process Laboratory at the JAERI

成瀬 雄二; 松田 祐二; 田中 吉左右*

Fusion Engineering and Design, 12, p.293 - 317, 1990/00

 被引用回数:78 パーセンタイル:98.43(Nuclear Science & Technology)

トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉燃料サイクルの確立に必要なトリチウムプロセス技術及び大量トリチウムの安全取扱技術の研究開発を行うため、原研・東海研究所に設置された。本報告では、トリチウムプロセス研究棟の設計、建設、及び運転開始について総括的な説明を行うとともに、設備と装置について個々に具体的な説明を行っている。また、グラムレベルのトリチウムを取扱う施設として、安全面の留意点、トリチウム使用運転のための準備、トリチウム使用開始から1年余りの成果等について記述している。

報告書

日本語入力を受け付ける知識ベースシステムの試作

神林 奨; 上中 淳二*

JAERI-M 89-218, 60 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-218.pdf:1.93MB

計算センターが行っている人間動作シミュレーションの研究では、人工知能、画像処理、高速数値計算などの要素技術を用い、原子力プラントで行われている保守作業のソフトウェア的なシミュレーションを目標としている。本報告書では、その中で、日本語処理と知識ベースに関して昭和63年度に整備・開発したプログラムを説明する。日本語処理では、日本語解析プログラムCS-PARSERを導入・整備した。CS-PARSERで用いられている意味記述方法は、言語中に含まれている意味的原素をもとに構成されており、表面上は異なった文でも、同一の意味を持つものは常に同じ意味構造に変換できるという長所を持っている。知識ベースを用いた動作計画では、まず、ある目標を達成するための行動列を生成し、日本文として出力するプログラムを説明し、次にCS-PARSERと連動した動作計画プログラムを説明する。

論文

Core meltdown accident analysis for a BWR plant with MARK I type containment

石神 努; 浅香 英明; 小林 健介; 堀井 英雄*; 千葉 猛美*

Source Term Evaluation for Accident Conditions, p.733 - 744, 1986/00

BWR(マークI型格納容器)プラントにおける2つの代表的炉心溶融事故、全交流電源喪失事故(TB')と崩壊熱除去機能喪失事故(TW),をRETRAN02及びMARCH1.0を用いて解析した。炉心露出や格納容器破損など公衆への安全に脅威となる事象の発生時刻を推定するとともに、運転員による回復操作の効果について検討した。 TB'では、直流電源持続時間を7時間とした場合炉心露出開始までの時間が約8時間、格納容器破損までの時間が約13時間と推定される。それまでに交流電源が回復すれば格納容器の健全性を保つことができる。TWでは、格納容器破損までの時間が約26時間と推定される。それまでに残留熱除去系が回復すれば、格納容器並びに炉心の健全性を保つことができる。

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